Gama spektrometrie vzorků ozářených pomocí neutronového zdroje 252-Cf
Gamma Spectrometry of Samples Irradiated by Means of 252-Cf Neutron Source
Typ dokumentu
bakalářská prácebachelor thesis
Autor
Nella Hynková
Vedoucí práce
Schulc Martin
Oponent práce
Bílý Tomáš
Studijní obor
Jaderné inženýrstvíStudijní program
Aplikace přírodních vědInstituce přidělující hodnost
katedra jaderných reaktorůPráva
A university thesis is a work protected by the Copyright Act. Extracts, copies and transcripts of the thesis are allowed for personal use only and at one?s own expense. The use of thesis should be in compliance with the Copyright Act http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf and the citation ethics http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.htmlVysokoškolská závěrečná práce je dílo chráněné autorským zákonem. Je možné pořizovat z něj na své náklady a pro svoji osobní potřebu výpisy, opisy a rozmnoženiny. Jeho využití musí být v souladu s autorským zákonem http://www.mkcr.cz/assets/autorske-pravo/01-3982006.pdf a citační etikou http://knihovny.cvut.cz/vychova/vskp.html
Metadata
Zobrazit celý záznamAbstrakt
Tato bakalářská práce se zabývá teorií spektrometrie gama záření, polovodičovým HPGe detektorem a popsáním neutronových zdrojů, kde je blíže specifikován použitý neutronový zdroj 252Cf. V praktické části bylo provedeno ozařování aktivační fólie lutecia o rozměrech 2,5 cm x 2,5 cm x 0,1 cm a byly vypočteny reakční rychlosti a aktivity pro jednotlivé reakce. Výsledky byly porovnány s výpočtem reakčních rychlostí s účinnými průřezy získanými z knihoven ENDF/B-VIII.0 a JEFF-3.3 v programu MCNP6.2. This Bachelor Degree Project deals with the theory of gamma-ray spectrometry, semiconductor HPGe detector and with the description of neutron sources, where the neutron source 252Cf is specified. In the practical part, the irradiation of a 2.5 cm x 2.5 cm x 0.1 cm activation foil of lutetium was performed and the reaction rates and activities for each reaction were calculated. The results were compared with the calculation of reaction rates with effective cross sections from the ENDF/B-VIII.0 and JEFF-3.3 libraries in the MCNP6.2 code.